Підручник присвячений ролі ядерної в науково-технічному потенціалі сучасної цивілізації. Розглянуто радіохімічні аспекти ядерного паливного циклу виробництва компонентів. ядерної зброїта палива для енергетичних чи транспортних установок. Дано критичний аналіз як сучасних типів виробництв, включених до ядерно-енергетичного паливного комплексу, так і перспективних методів поділу, очищення та концентрування радіонуклідів. Розглянуто існуючі реактори енергетичного призначення, типи атомних електростанцій та ядерних комплексів, методи запобігання забруднення довкілля викидами АЕС тощо. Основну увагу приділено перспективам розвитку радіохімічних технологій.

Крок 1. Вибирайте книги в каталозі та натискаєте кнопку «Купити»;

Крок 2. Переходьте до розділу «Кошик»;

Крок 3. Вкажіть необхідну кількість, заповніть дані в блоках Одержувач та Доставка;

Крок 4. Натискаєте кнопку «Перейти до оплати».

на даний моментпридбати друковані книги, електронні доступи або книги у подарунок бібліотеці на сайті ЕБС можна лише за стовідсотковою попередньою оплатою. Після оплати Вам буде надано доступ до повного тексту підручника в рамках Електронної бібліотеки або ми починаємо готувати замовлення в друкарні.

Увага! Просимо не змінювати спосіб оплати на замовлення. Якщо Ви вже обрали будь-який спосіб оплати та не вдалося здійснити платіж, необхідно переоформити замовлення заново та сплатити його іншим зручним способом.

Сплатити замовлення можна одним із запропонованих способів:

1. Безготівковий спосіб:
   • Банківська картка: необхідно заповнити усі поля форми. Деякі банки просять підтвердити оплату – для цього на номер телефону прийде смс-код.
   • Онлайн-банкінг: банки, які співпрацюють із платіжним сервісом, запропонують свою форму для заповнення. Просимо коректно ввести дані у всі поля.
     Наприклад, для " class="text-primary">Сбербанк Онлайнпотрібні номер мобільного телефону та електронна пошта. Для " class="text-primary">Альфа-банкзнадобиться логін у сервісі Альфа-Клік та електронна пошта.
   • Електронний гаманець: якщо Ви маєте Яндекс-гаманець або Qiwi Wallet, Ви можете оплатити замовлення через них. Для цього оберіть відповідний спосіб оплати та заповніть запропоновані поля, потім система перенаправить Вас на сторінку для підтвердження виставленого рахунку.

Підручник містить систематичний матеріал з фізичних основ радіохімії, дозиметрії та техніки безпеки, ядерно-фізичних, хімічних та радіотоксичних властивостей радіоактивних елементів, фундаментальної радіохімії, включаючи хімію ядерних перетворень та радіаційну хімію, промислової радіохімії (виробництво радіорядів для ядер) , прикладної радіохімії (включаючи методи використання мічених атомів), екологічної (стан та міграція радіонуклідів у природних середовищах) та медичної радіохімії (синтез мічених сполук медичного призначення та створення радіофармпрепаратів для діагностики та терапії).

Відповідає Федеральному державному освітньому стандарту вищої освітичетверте покоління.

Для студентів та аспірантів хімічних факультетів університетів, хіміко-технологічних та технічних вузів, що спеціалізуються в галузі радіохімії та ядерної хімії, для аспірантів та викладачів суміжних спеціальностей, а також для фахівців та дослідників, які працюють з радіоактивними речовинами, ізотопами, іонізуючими випромінюваннями в технічних галузях, медицині та в галузі охорони навколишнього середовища.

		5
Передмова до того 1		8
Прийняті скорочення		9
Вступ		11
1. Радіохімія та суміжні науки		11
2. Коротка історія радіохімії		19
Глава 1. Фізичні основи радіохімії		28
1.1. Атомне ядро		29
1.2. Типи радіоактивного розпаду		41
1.3. Кінетика радіоактивного розпаду		51
1.4. Іонізуючі випромінювання		63
1.5. Ядерні реакції		72
1.6. Вимірювання іонізуючих випромінювань		91
1.7. Статистична обробка результатів радіометричних вимірів		106
		124
Завдання		126
Глава 2. Радіоактивні елементи		135
2.1. Технецький		135
2 2 Вшанування		156
2.3. Полоній		159
2.4. Астат		169
2.5. Радон		174
2.6. Франція		181
2.7. Радій		184
2.8. Актіній		194
2.9 Актиніди		199
2.10. Торій		206
2.11. Протактіній		220
2.12. Уран		227
2.13. Нептуній		259
2.14. Плутоній		273
2.15. Америцій		311
2.16. Кюрій		317
2.17. Берклій		321
2.18. Каліфорній		322
2.19.Ейнштейний		326
2.20 Феомій		328
2.21. Менделєвий		329
2.22. Нобелій		331
2.23. Лоуренсій		332
2 24 Трансактінідні елементи		332
2.25. Резерфордій		341
2.26. Дубній		342
2.27. Сіборгій		343
2.28. Борій		344
2.29. Хасій		344
2.30. Мейтнерій		345
2.31. Дармштадтій		346
2.32. Рентген		346
2.33. Коперніпій		347
2.34. Унунтрій		348
2.35. Флеровий		348
2.36. Унунпентій		349
2.37. Ліверморій		350
2.38. Унунсептій		350
2.39. Унуноктій		351
Запитання та завдання для самоконтролю		351
Завдання		354
Глава 3. Фундаментальна радіохімія		355
3.1. Ізотопний обмін		356
3.2. Методи поділу радіоактивних речовин		363
3.2.1. Співосадження		364
3.2.2. Адсорбція		372
3.2.3. Електрохімія радіоактивних елементів		376
3.2.4. Іоннообмінна хроматографія		381
3.2.5. Метод екстракції		387
3.2.6. Мембранний поділ		395
3.2.7. Газохімічні методи поділу		401
3.3. Стан радіонуклідів у різних середовищах		407
3.3.1. Колоїдний стан радіоактивних елементів		364
3.3.2. Стан радіонуклідів у твердій фазі		417
3.3.3. Стан радіоактивних ізотопів у газовій фазі		420
3.4 Радіаційна хімія у радіохімії		422
3.5. Хімічні явища, пов'язані з ядерними перетвореннями		430
3.5.1. Ефект віддачі		431
3.5.2. Хімічні наслідки радіоактивного розпаду		441
3.5.3. Ефект Сцілларда-Чалмерса		447
3.5.4. Хімія гарячих атомів		450
3.5.5.Хімічні наслідки ядерних реакцій (n, p), (n, α) та (γ, n)		454
3.6. Ізотопні ефекти		458
3.7 Методи аналізу ізотопного складу		460
Запитання та завдання для самоконтролю		463
Завдання		465
рекомендована література		468

Передмова до того 2		5
Прийняті скорочення		7
Розділ 4. Промислова радіохімія		9
4.1. Промислова радіохімія в ядерній промисловості		10
4.2. Ядерні реактори		11
4.3. Ядерні паливні цикли		27
4.4. Гірничорудна промисловість урану		34
4.5. Переробка уранової руди		43
4.6. Ізотопне збагачення урану		55
4.7. Металургія урану		59
4.8.Паливо для ядерних реакторів		63
4.9. Реакторна стадія ядерного паливного циклу		72
4.10. Поводження з відпрацьованим паливом		74
4.11. Радіохімічна переробка ВЯП		80
4.12. Управління радіоактивними відходами		106
4 13. Трансмутація радіонуклідів		118
Запитання та завдання для самоконтролю		124
Розділ 5. Прикладна радіохімія		126
5.1. Виробництво радіоактивних ізотопів		126
5.2. Радіохронологія		133
5.3. Активаційний аналіз		143
5.4. Метод радіоактивних індикаторів у хімії		151
5.4.1. Мічені сполуки: синтез та властивості		153
5 4.2. Радіоактивні ізотопи в аналітичній хімії		160
5.4.3. Метод радіоактивних індикаторів у фізичній хімії		164
5.4.4. Метол радіоактивних індикаторів у матеріалознавстві		167
Запитання та завдання для самоконтролю		175
Завдання		176
Глава 6. Екологічна радіохімія		180
6.1. Радіоекологічний ризик		180
6.2.Природна радіоактивність		183
6.3. Радон у середовищі		196
6.4. Екологічний ризик підприємств ядерної промисловості		219
6.4.1. Очищення скидів підприємств ядерного паливного циклу		219
6.4.2. Техногенні радіонукліди в природному середовищі		229
6.4.3. Аварії на підприємствах ядерного паливного циклу		233
6.4.4. Ядерні аварії із серйозними екологічними наслідками		242
Запитання та завдання для самоконтролю		248
Глава 7. Медична радіохімія		250
7.1. Радіонуклідна діагностика		252
7.1.1. Сцинтиграфія		254
7.1.2. Радіоімунний аналіз		269
7.1.3. Однофотонна емісійна комп'ютерна томографія		271
7.1.4. Позитронна емісійна томографія		279
7.2. Радіонуклідна терапія		290
7.3. Радіоімунна терапія		304
7.4. Виробництво радіонуклідів для ядерної медицини		313
7.5. Радіофармпрепарати для ядерної медицини		323
Запитання та завдання для самоконтролю		333
Глава 8. Радіаційна безпека		335
8.1. Радіаційна доза		335
8.2. Методи дозиметричного контролю		352
8.3. Біологічна дія випромінювань		354
8.4. Техніка безпеки		364
Запитання та завдання для самоконтролю		378
Завдання		380
Предметний покажчик		382
рекомендована література		386

Передмова до видання

Метою підручника "Радіохімія" є надання студентам вузів інформації, необхідної для освоєння розділу хімії, що має справу з радіоактивними речовинами, включаючи знання законів радіоактивного розпаду та накопичення радіонуклідів, знайомство з властивостями іонізуючих випромінювань та закономірностями їх взаємодії з речовиною, володіння методами вимірювання способами статистичної обробки результатів радіометричних вимірювань, знання ядерно-фізичних, фізичних, хімічних та радіотоксичних властивостей радіоактивних елементів, знайомство зі способами отримання ізотопів та мічених ними сполук, а також методами мічених атомів, що використовуються у вирішенні хімічних, технічних чи медичних проблем.

Курс включає опис фізико-хімічних закономірностей поведінки радіонуклідів в ультрарозбавлених станах, ізотопних ефектів та методів поділу ізотопів, особливостей іонного обміну та співсадження, хімії гарячих атомів та радіаційної хімії, адсорбційних, екстракційних, електрохімічних та мембранних методіввиділення та очищення радіоактивних речовин.

Навчальний посібник містить відомості щодо хімічних компонентів ядерної індустрії, промислової радіохімії, методів радіоактивних індикаторів. Істотну увагу приділено використанню радіоактивних речовин і іонізуючих випромінювань у радіоекології та ядерній медицині.

Ціліхімічної освіти студента за курсом "Радіохімія":

• освоєння основ сучасної радіохімії та практики виробництва радіоактивних елементів, методів вивчення їх ядерно-фізичних та хімічних властивостей;
• вироблення навичок використання радіонуклідів та пов'язаних з ними іонізуючих випромінювань у науці, техніці, медицині та охороні навколишнього середовища.

Завданнядисципліни:

• виробити у студента радіохімічне мислення, сформувати міцні знання з радіоактивності та способів її використання у хімії;
• навчити методам якісного та кількісного аналізу радіонуклідів, способам вимірювання радіоактивних випромінювань, розрахункам кінетики розпаду та накопичення радіонуклідів, статистичній обробці результатів;
• ознайомити з особливостями фундаментальної, промислової та прикладної радіохімії, у тому числі з методом мічених атомів та геохронологією.

  В результаті вивчення дисципліни та виконання необхідного обсягу самостійних робітстудент буде:
  знати

• фізико-хімічні та біологічні основи радіохімії, хімію радіоактивних елементів, хімію ядерних перетворень, основні закони та методи радіохімії, особливості методу радіоактивних індикаторів;
  вміти
• проводити якісний та кількісний аналіз радіонуклідів у різних середовищах, виділяти, концентрувати та очищати радіоактивні речовини, синтезувати мічені сполуки та застосовувати їх у хімії та медицині, визначати стан радіонуклідів у різних середовищах, використовувати методи радіохімії для вирішення завдань розвитку ядерного енергетичного комплексу;
  володіти
• навичками поводження з радіоактивними речовинами, розрахунку дози, що отримується від іонізуючих випромінювань, та забезпечення захисту від них, реєстрації ядерних випромінювань, обробки результатів радіометричних та радіохімічних експериментів, дотримання правил техніки безпеки роботи в хімічні лабораторіїз урахуванням дотримання правил індивідуального захисту та гігієнічних нормативів.

Підручник складається з двох томів: перший том - "Фундаментальна радіохімія", другий том - "Прикладна радіохімія та радіаційна безпека".

У першому розділі тома 1 наведено відомості про фізичні основи радіохімії (будова ядра, явище радіоактивності, кінетика радіоактивного розпаду, накопичення та розпад у рядах "генетично" зв'язаних радіонуклідів, ядерні реакції, взаємодія випромінювання з речовиною, методи реєстрації іонізуючого випромінювання, статистика розпаду обробки результатів радіометричних експериментів). У другому розділі розглянуто ядерні, фізичні, хімічні та токсикологічні властивості радіоактивних елементів (їх нуклідів). У третьому розділі викладено основні ідеї фундаментальної радіохімії (ізотопні ефекти, ізотопний обмін, розподіл радіоактивних ізотопів між різними фазами, стан радіоактивних ізотопів в ультрамалих концентраціях), методи поділу радіоактивних речовин (адсорбція та сокристалізація, екстракція, мембранна технологія, електролітичні методи) та хімія гарячих атомів.

У першому розділі тома 2 описані способи застосування радіохімічних ідей і методів в ядерній індустрії (уран-плутонієвий та уран-торієвий цикли, включаючи дореакторні, реакторні технології, а також переробку, трансмутацію та поховання радіоактивних відходів). Другий розділ присвячений застосуванню радіоактивних ізотопів у хімії (визначення віку геологічних та біологічних об'єктів, різні варіанти активаційного аналізу, еманаційно-термічний аналіз та ін). У третьому розділі розглянуто методи моніторингу стану та поширення радіонуклідів у навколишньому середовищі, а також деякі аспекти екологічної радіохімії та радіоекології. У четвертому розділі основну увагу приділено перспективам застосування методів радіохімії в ядерній медицині (радіонуклідна діагностика та терапія, радіоімунний аналіз, методи напрацювання радіонуклідів медичного призначення та способи синтезу радіофармпрепаратів). П'ятий розділ присвячений біологічним аспектам радіохімії, насамперед біологічній дії іонізуючого випромінювання, способам оцінки радіаційних доз при внутрішньому та зовнішньому опроміненні, а також організації та правилам роботи в радіохімічній лабораторії, включаючи дозиметрію та техніку безпеки.

Підручник складений на основі курсу лекцій, читаних авторомпонад 20 років на хімічному факультеті Московського державного університету імені М. В. Ломоносова для студентів 4-го курсу, які вивчають радіохімію.

«1 І.М.Бекман ЯДЕРНА ІНДУСТРІЯ Спецкурс. Лекція 20. ДОРЕАКТОРНА ЧАСТИНА УРАНОВОГО ПАЛИВНОГО ЦИКЛУ Зміст. 1. ВИБУТОК УРАНОВОЇ РУДИ 1 1.1 Уранові...»

І.М.Бекман

ЯДЕРНА ІНДУСТРІЯ

Спецкурс.

Лекція 20. ДОРЕАКТОРНА ЧАСТИНА УРАНОВОГО ПАЛИВНОГО ЦИКЛУ

1. ВИБУТОК УРАНОВОЇ РУДИ 1

1.1 Уранові рудникита запаси урану 1

1.2 Переробка уранової руди. 6

2. ОТРИМАННЯ МЕТАЛЕВОГО УРАНУ 9

3. ЗБАГАЧЕННЯ УРАНУ. 10

3.1 Гексафторид урану 10

3.2 Методи розподілу ізотопів 11 3.2.1 Поділ ізотопів 11 3.2.2 Ізотопні ефекти 13 3.3.3 Газова дифузія. 14 3.2.4 Дифузія в потоці пари (протипотокова мас-дифузія) 16 3.2.5 Термодифузія 16 3.2.6 Газове центрифугування 17 3.2.7 Електромагнітний поділ. 17 3.2.8 Хімічне збагачення 18 3.2.9 Аеродинамічна сепарація 18 3.2.10 AVLIS (випар з лазером). 18 3.2.11 Дистиляція 19 3.2.12 Електроліз 19 3.2.13 Ізотопний обмін 19

3.3 Поділ ізотопів урану 21 Урановий паливний цикл – основний цикл сучасної атомної енергетики. Він складається з трьох частин: дореакторної, реакторної та післяреакторної.

У цій лекції ми розглянемо дореакторну частину уранового паливо-енергетичного циклу, що включає такі стадії, як видобуток і збагачення уранової руди, отримання металевого урану і його оксидів, збагачення урану ізотопом урану-235 (Рис.1). Коротко зупинимося і на проблемі поділу ізотопів (не тільки урану (паливо), але й ізотопів водню (стосовно сповільнювачів нейтронів) і бору (стосовно поглиначів нейтронів). , стрижнів управління тощо) будуть розглянуті у 29-ій лекції.





1. Видобуток уранової руди Вихідним етапом ядерного паливного циклу (ЯТЦ) є видобуток руди і виробництво уранового концентрату. Основні стадії етапу: власне видобуток урановмісної руди; її механічне збагачення у вигляді видалення порожньої породи; подрібнення одержаної рудної маси; вилуговування з неї урану за допомогою сірчаної кислоти або карбонату натрію; одержання уранового концентрату шляхом вилучення уранових розчинів (екстракцією, сорбцією або селективним осадженням); сушіння уранового концентрату та його герметична упаковка.

1.1 Уранові копальні та запаси урану Уран - це метал, приблизно такий самий, як олово або цинк, який міститься в більшості порід і навіть у морській воді. Деякі типові концентрації урану у різних середовищах наведені у таблиці (ppm – проміле, одна мільйонна частина).

Табл.1 Конценрація урану в різних природних середовищах Високосортні джерела 2 % U або 20000 ppm U Низькосортні джерела 0.1 % U або 1000 ppm U Граніт 4 ppm U Скельні породи 2 ppm U Середня кількість в земної кори 1.4 ppm U Морська вода 0.003 ppm U До Другої світової війни уран вважався рідкісним металом. Зараз відомо, що уран більш поширений, ніж ртуть, кадмій, срібло і міститься в промислових рудах приблизно в таких же концентраціях, як миш'як або молібден. Його середня концентрація в земній корі приблизно 2 частини до 1 мільйона, що у перекладі мовою вагових одиниць дорівнює мільярдам тонн! Він займає 48 місце за вмістом у кристалічних породах. У літосфері уран більш поширений, ніж такі недорогі речовини як цинк і бор, які у концентраціях 4 г/т. Вміст урану в гранітних породах цілком достатній, щоб радіоактивний газ радон, продукт розпаду, представляв серйозну біологічну небезпеку у місцях виходу граніту поверхню. Уран виявлений і морській воді, в концентрації 150 мкг/м3.

Уран не зустрічається у вигляді потужних родовищ, зате відома велика кількість мінералів, що містять уран:

карнотит, отеніт, уранініт, торберніт, тюямуніт. Уран входить у достатню концентрацію в 150 різних мінералів, і в невеликій кількості - ще в 50. Спочатку його знайшли в магматичних гідротермальних жилах і пегматитах, включаючи уранініт і смоляну обманку. У цих рудах уран міститься у вигляді діоксиду, який залежно від ступеня окислення має середній склад від UO2 до UO2.67. Ще руди, що мають економічне значення: аутаніт, гідраткальцієвий уранільний фосфат; тоберніт, гідратмедний уранільний фосфат; кофініт, гідратований силікат урану; карнотит, гідраткалієвий уранільний ванадат. Уранові руди є у всьому світі. Запаси та комерційні угоди виражаються в еквівалентних масах Заводу з випуску U3O8. Родовища смоляної обманки, твелів найбагатшої ураном руди, розташовуються Уранове головним чином Канаді, Конго і США.

–  –  –

Рис.2 Розташування уранових родовищ біля Росії Балансові родовища. Стрільцівський урановорудний район: Стрільцівське, Лучисте, Широндукуєвське, Тулукуєвське, Жовтневе, Далеке, Новорічне, Ювілейне, П'ятирічне, Весняне, «Антей», Аргунське, Березневе, Малотулукуєвське, Жерлове.

Зауральський урановорудний район:

Далматівське. Забалансові родовища. Єргенінський урановорудний район: 1 – Степове.

Зауральський урановорудний район: 3 – Добровільне. Республіка Хакасія; 5 – Приморське. Республіка Бурятія, Вітімський урановорудний район: 6 – Хіагдинське; 7 – Радіонівське; 8 – Вітлауське; 9 - Колічікан; 10 - Джиліндинське; 11 - Тетрахське; 12 - Вершинне; 13 - Неточне; 14 - Кореткондінський;

15 - Намару; 16 - Дибрин. За межами Вітимського району: 17 – Імське; 18 – Буянівське. Читинська область: 19 - Гірське; 20 - Березове; 22 - Дурулгуєвський. Стрільцівський урановорудний район: 23 - Цаган-Торон; 24 - Південно-Західне; 25 - Широндукуєвське; 26 - Безрічне. Республіка Саха-Якутія, Ельконський урановорудний район: 27 - Південне; 28 - Північне; 29 - Центральна зона; 30 – Весняна зона;

31 - Агдинська зона; 32 - Полога зона; 33 - Невська зона; 34 Для видобутку та переробки урану поблизу розвіданих родовищ побудовано гірничодобувні та переробні підприємства: Приаргунське виробниче гірничохімічне об'єднання (м. Краснокаменськ, Читинська обл., Росія), Східний гірничопереробний комбінат (м. Жовті води, Україна), Прикаспійський гірничо- , Казахстан), Цілинний гірничо-переробний комбінат (Степногорськ, Казахстан), виробниче об'єднання «Південноліметал» (Бішкек, Киргизія) Навойський гірничо-плавильний комбінат (Навої, Узбекистан) та Східний промкомбінат рідкісних металів (Чкаловськ, Така. Крім Пріаргунського ПДХО на території Росії видобуток та переробка уранових та торієвих руд раніше велася Лермонтовським ВО «Алмаз» (Ставропольський край) та Новотроїцьким рудоуправлінням.

Станом на 01.01.1999 р. державним балансом запасів урану Росії враховано запаси 16 родовищ, у тому числі 15 зосереджено одному районі - Стрільцовском у Забайкаллі (Читинська обл.) і придатні під гірський спосіб видобутку. Долматівське родовище із вмістом урану в руді 0,06%, розташоване в Заураллі (Курганська обл.), придатне для видобутку способом свердловинного підземного вилуговування. У 1999 р. тут введено в експлуатацію дослідно-промислове встановлення підземного вилуговування продуктивністю 50 т урану/рік. Одне з найкращих родовищ (Тулукуєвське) із запасами багатих руд для відкритого видобутку практично відпрацьоване. В останні роки тенденція до погашення найкращих запасів родовищ різко посилилася. Так було в 1998 погашалися запаси із середнім змістом 0,419 %. Запаси, що залишаються в надрах, з таким змістом становлять всього 54% ​​від тих, що числяться за балансом як «активні».

Корпорація «ТВЕЛ» сьогодні – єдина компанія, яка видобуває природний уран у Росії. Вона включає три дочірні підприємства: це Пріаргунське гірничо-хімічне об'єднання в місті Краснокаменську Читинської області (видобуває 3 тис. тонн урану на рік), ЗАТ «Далур» у Курганській області та ВАТ «Хіагда» в Бурятії. Два останні підприємства ще не вийшли на проектні потужності, там ще йде будівництво та водночас розвідка прилеглих родовищ. Планується, що кожне з них має видобувати до 2012 року по 1 тис. тонн урану на рік.

Таким чином, в Росії поки що існує єдине родовище урану, що інтенсивно розробляється, - Краснокаменський рудник в Забайкайллі (Читинська область). Середній вміст урану в руді – 0,38 %, річна продуктивність рудника – 2,5 тис. т урану. При сучасному рівні видобутку запаси руди на цьому родовищі створюють 20-річну забезпеченість сировиною діючого уранодобувного підприємства (АТВТ «Приаргунське виробниче гірничо-хімічне об'єднання»). Тут уран добувають шахтним способом. Тобто в підземних копальнях на глибині до 800 метрів добувають уранову руду, потім її доставляють на завод і за допомогою різних хімічних процесів витягують уран, який далі йде на переробку для одержання палива в тій формі, в якій воно необхідне.

У Курганській області (Долматівське родовище) та на Хіагдинському урановому родовищі Бурятії застосовується підземне свердловинне вилуговування урану. В одну свердловину закачуються спеціальні кислотні розчини, які вилуговують уран, а через іншу свердловину все це за допомогою насоса витягується нагору. Витрат за такого способу набагато менше, ніж при прокладанні шахти, і технологія вилуговування забезпечує екологічну безпеку робіт. У Бурятії наразі обсяг видобутку становить 1,5 тис. тонн уранового концентрату на рік. Розвідані запаси родовища розраховані на 50 років.

Зауваження. У Канаді концентрація урану в рудах родовищ, відпрацьованих підземним методом, у 100 разів перевищує те, що у надрах Приаргунского комбінату. Відповідно, щоб отримати таку ж кількість, нам треба видобути в 100 разів більше.

Наразі готується проект із освоєння нових родовищ у Якутії. У Росії є дуже великі родовища. Вони були відкриті та розвідані ще у 70-х роках минулого століття, але потім були поставлені до резерву. Державним балансом враховано запаси 38 уранових родовищ, що належать до позабалансових (тобто розвіданих, але не розроблюваних). Серед останніх виділяються запаси Ельконського та Єргенінського урановорудних районів, які розглядаються як резервні. Так, в Ельконському районі в Республіці Саха-Якутія запаси урану (понад 200 тис. т) кількісно перевершують усі балансові запаси в країні, але через пересічну якість руд вони можуть стати рентабельними лише за високої ціни на уран. До перспективних регіонів належить Онезький район (Карелія), де виявлено запаси ванадієвої руди із вмістом урану, золота та платини; Вітимський район (Сибір) з розвіданими запасами в 60 тис. т при концентрації урану 0,054% у руді із супутніми скандією, рідкісноземельними елементами та лантаноїдами;); Західно-Сибірський район (Малинівське родовище із запасами 200 тис. т урану), а також Єнісейсько-Забайкальський район та Далекосхідний рудоносний район, розташований у прибережній зоні Охотського моря.

Українські уранові поклади вважаються одними з найбагатших. Родовища цього елемента розташовані в Кіровоградській області: Ватутинське, Мічурінське, Жовторічінське.

З країн СНД найперспективнішим є нещодавно побудований Киргизький Навоїйський гірничо-металургійний комбінат (НГМК), який у 2001 р. розпочав розробку великого уранового родовища. Переробку руди здійснює завод в Учкудук. У 2005 році дало першу продукцію спільне казахсько-киргизько-російське видобувне підприємство «Зарічне», яке ще знаходиться на стадії будівництва. На першому етапі (2003–2006 роки) СП «Зарічне» вироблятиме до 500 тонн урану на рік. Згодом його обсяги зростуть до 700–800 тонн. При цьому урановий концентрат, виготовлений на нашому КМРК, постачатиметься до Росії. У Казахстані нещодавно розпочали видобуток урану на рудниках Південний Моїнкум, Акдала та Південний Карамурун. Унікальна за розмірами запасів урану Чу-Сарисійська ураново-рудна провінція в Південний Казахстан. Виняткова цінність цього району полягає ще й у тому, що на родовищах цієї провінції можна добувати уран безшахтним способом шляхом підземного вилуговування через свердловини.

Рис.3. На урановому руднику

Нагадаємо, що в Росії зараз діє 29 ядерних реакторів на АЕС, які споживають понад 4 тисячі тонн урану на рік. Більша частина уранових родовищ колишнього Союзу залишилася на території Казахстану та Узбекистану. Дефіцит урану в Росії поповнюється за рахунок стратегічних запасів цієї сировини, зроблених ще за радянських часів, та за рахунок видобутку на Читинській шахті.

1.2 Переробка уранової руди.

Мінерали, з яких видобувають уран, завжди містять такі елементи як радій та радон.

Тому, хоча сам по собі уран слабо радіоактивний, руда, що видобувається, потенційно небезпечна, особливо якщо це високоякісна руда. Радіаційна небезпека, пов'язана з супутніми елементами, характерна не тільки для урановмісних руд, але і для будь-якої гірничодобувної промисловості. Часто уран видобувається відкритим способом, коли кар'єри мають хорошу природну вентиляцію. Підземна уранова шахта вентилюється спеціальними потужними пристроями.

Кінцевими продуктами переробки рудної сировини є чисті хімічні сполуки, у тому числі отримують металевий уран.

Уранові руди містять зазвичай невелику кількість урановмісного мінералу (0,05-0.5% U3O8), так що необхідні попереднє вилучення і збагачення. Механічні методи збагачення (радіометричне сортування, поділ у важких суспензіях, гравітація, флотація, електростатика) непридатні для урану, у справу йдуть методи гідрометалургії вилуговування - звичайний перший крок обробки руди (іноді передує відпал).

У класичному способі кислотного вилуговування руда спочатку спецтально подрібнюється і обпалюється для зневоднення. При цьому видаляються вуглецевмісні фракції, сульфатується уран, відновники, які можуть бути перешкодою для вилуговування, окислюються. Потім суміш обробляється сірчаною чи азотною кислотами, або сумішшю цих кислот.

Тверді частинки, що залишаються після розчинення урану вилучають, і поміщають на тривале зберігання спеціальні резервуари. Резервуари сконструйовані таким чином, щоб забезпечити надійне зберігання цих матеріалів. Такі відходи містять основну частку радіоактивних речовин, що знаходяться в руді (наприклад, радій).

Уран переходить у сульфат ураніла, радій та інші метали в урановій смолці осідають у вигляді сульфатів. З додаванням їдкого натрууран осідає у вигляді діуранату натрію Na2U2O7.6H2O (часто уран осаджують у вигляді діуранату амонію або гідроксиду ураніла).

При обробці руд та бідних концентратів розчини містять лише 0.5 - 2 г U в л. У цьому випадку для вилучення та концентрування урану широко застосовують сорбцію на іонообмінних смолах, екстракцію органічними розчинниками (для екстракції із сірчанокислих розчинів використовують алкілфосфорні кислоти, аміни), або випарювання. Під час екстракції розчинниками уранова руда видаляється з лугу від вилуговування підкисленої породи за допомогою суміші розчинників, наприклад, розчину трибутилфосфату в гасі. У сучасних промислових методах як розчинники фігурують алкіл-фосфорні кислоти (наприклад, ді(2-етилгексил)-фосфорна кислота) і вторинні та третинні алкіламіни. Як загальне правило, екстракція розчинниками вважається за краще іонообмінних методів при вмісті урану в розчині після кислотного вилуговування більше 1 грама на літр. Однак воно не застосовується для відновлення урану з карбонатних розчинів. Уран, що задовольняє умовам збройової чистоти, зазвичай отримують з натрію діуранату через проходження додаткового очищення, використовуючи трибутилфосфатний очищувальний процес. Спочатку Na2U2O7.6H2O розчиняють в азотній кислоті для підготовки сировинного розчину. З нього вибірково видаляється уран при розведенні розчину трибутилфосфатом в гасі або іншій вуглеводневої сумішшю. Нарешті, уран переходить із трибутилфосфату в підкислену воду виділення високоочищеного уранільного нітрату.

Після вилучення з розчину осад, що містить уран, має яскраво-жовте забарвлення ("yellowcake"). Після високотемпературного сушіння окис урану (U3O8), тепер уже зеленого кольору, завантажується у спеціальні ємності об'ємом до 200 літрів. Висушені або прожарені опади є напівпродуктами, що служать для отримання чистих сполук урану (UF4, U3O8 або UO2).

Зауваження. Потужність дози опромінення на відстані одного метра від такої ємності дорівнює приблизно половині того, що людина отримує під час польоту на літаку. Усі ці операції проводяться відповідно до нормативів радіаційної безпеки на підприємствах гірничодобувної промисловості. Ці правила та норми встановлюють суворі стандарти контролю за гаммаопроміненням, і можливим потраплянням в організм радону та інших радіоактивних матеріалів. Стандарти відносяться як до персоналу підприємств, і до населення. Доза 20 mЗв/рік протягом більш ніж п'яти років є максимально допустимою для персоналу підприємств, включаючи опромінення радоном та інших радіоактивних речовин (на додаток до природного фону та виключаючи експозицію при медичній діагностиці). Гамма-випромінювання виходить переважно від ізотопів вісмуту та свинцю. Газ радон виділяється з гірських порід, у яких відбувається розпад радію. Внаслідок спонтанного радіоактивного розпаду він перетворюється на дочірні ізотопи радону, які є ефективними випромінювачами альфачастинок. Радон знаходиться в більшості гірських порід, і, як наслідок цього, знаходяться і в повітрі, яке ми вдихаємо. При високих концентраціях радон становить небезпеку здоров'ю, оскільки невеликий період напіврозпаду означає, що альфа-розпад може відбуватися всередині організму після його вдихання, що, зрештою, може викликати рак легені. (Під "Радоном" зазвичай розуміють ізотоп Rn-222. Інший ізотоп, Rn-220 (з'являється внаслідок розпаду торію і відомий як "торон"), є поширеною складовою багатьох мінеральних пісків). При видобутку та виробництві урану вживаються різні запобіжні заходи для захисту здоров'я персоналу: Ретельно контролюється рівень запиленості, щоб мінімізувати потрапляння в організм гамма- або альфавипромінюючих речовин. Пил є основним джерелом радіоактивного опромінення. Вона зазвичай дає внесок у 4 mЗв/рік у щорічну дозу, яку отримує персонал. Обмежується зовнішнє радіоактивне опромінення персоналу у шахтах, на заводах та місцях розміщення відходів. Насправді рівень зовнішнього опромінення від руди і відходів зазвичай настільки низький, що він мало впливає збільшення допустимої щорічної дози. Природна вентиляція відкритих родовищ зменшує рівень експозиції від радону та його дочірніх ізотопів. Рівень опромінення радону рідко перевищує один відсоток від рівня, допустимого для безперервного опромінення персоналу. Підземні рудники обладнуються досконалими системами вентиляції задля досягнення тієї самої рівня. На підземних копальнях середня доза опромінення становить приблизно 3 mЗв/рік. Існують суворі гігієнічні норми на роботу персоналу з концентратом окису урану, оскільки він хімічно токсичний, подібно до оксиду свинцю.

На практиці вживаються обережності, що захищають органи дихання від попадання токсинів, аналогічні тим, що використовуються при роботах на свинцевих плавильних печах.

До чистоти урану висуваються дуже високі вимоги. Так, вміст домішок елементів з великим перерізом захоплення нейтронів (B, Cd, Li, РЗЕ та ін) не повинен перевищувати стотисячних та мільйонних часток відсотка. Для очищення технічні продукти зазвичай розчиняють у азотній кислоті. Ефективним способом очищення є екстракція нітрату уранила органічними розчинниками (трибутилфосфат, метилізобутилкетон). З очищених азотнокислих розчинів кристалізують уранілнітрат UO2(NO3)2*6H2O або осаджують пероксид UO4*2H2O, обережним прокалюванням (кальцинуванням) яких отримують UO3. Останній відновлюють воднем до UO2, яку дією сухого HF при 430-600о переводять у UF4

- Основне вихідне з'єднання для виробництва металу.

Типова методика виділення радіонуклідів, що діляться, з уранової руди. Уран зазвичай зустрічається у вигляді уранової соляної руди (окис урану) і карноліту (комплексне уранована дієва сполука). Збагачену руду обробляють сумішшю азотної та сірчаної кислот.

Уран перетворюється на розчин як UO2++, а метали, що утворюють нерозчинні сульфати (Pb, Ba, Ra та інших.), разом із нерозчинними в кислоті силікатами залишаються осаді. Додаючи до розчину надлишок Na2CO3, отримують основний розчин, в якому уран міститься у вигляді комплексного карбонату, а осад переходять елементи, що утворюють нерозчинні карбонати, гідроксиду або основні карбонати (Fe, Al, Cr, Zn і т.д.). Знову додаючи розчин HNO3 до кислої реакції, отримують розчин уранил-нитрата з формулою для твердої солі UO2(NO3)2*6H2O, який розчинний в діетиловому ефірі. Екстрагування уранілнітрату за допомогою цього розчинника дає виключно чистий продукт, придатний для виготовлення урану для ядерних реакторів. При прожарюванні уранілнітрату виходить окисзакис U3O8. Цей окис може бути відновлений до металу в бомбі з Al, Ca або Mg.

Відновлення вуглецем дає продукт сильно забруднений карбідом урану, а відновлення воднем дає UO2. Цей оксид може бути перетворений на UF4 або UCl4 шляхом обробки безводної HF або HCl при знижених температурах. Тетрагалоїди відновлюють до металу натрієм чи кальцієм. Галоїдна сіль KUF5, що отримується з UF4, дає дуже чистий метал за допомогою електролізу.

Для бідних руд (а Росії зараз руди досить бідні), зазвичай використовують спосіб вилучення урану, заснований на іонно-обмінної хроматографії. Проте реагенти дуже дорогі, а побічні продукти забруднюють природне середовище. Крім того, ефективність методу знижується в міру зменшення вмісту урану в руді. Використання мікроорганізмів може зменшити витрати вдвічі, оскільки бактерії самі «постачають» реагенти, і навіть бідних руд стає виправданою. Для вилучення урану з руди її необхідно помістити у відвал над шаром непроникних порід і обприскати водним розчином сульфіду заліза, що містить популяції бактерій сульфідредукуючих Thiobacillus ferrooxidans. У процесі життєдіяльності мікроорганізмів утворюється залізистий сульфат-реагент, який окислює чотиривалентний уран, перетворюючи його на пятивалентный. Отриману сполуку розчиняють у кислоті. Радіоактивний елемент витягують шляхом концентрування та очищення методом осадження та іонного обміну.

Метод бактеріальної гідрометалургії випробуваний канадськими вченими, які при відновленні видобутку урану на шахті в Станроці, де запаси руд вважалися повністю вичерпаними, використовували залізобактерії виду Thiobacillus ferrooxidans. Такі бактерії населяють шахтні хвости (скупчення відходів відпрацьованої уранової руди) та відкачані з-під землі кислотні води. Харчуються вони сіркою, розкладаючи сульфідні мінерали. Через війну нерозчинні сполуки урану, складові руди, стають розчинними, і подальше вилучення металу істотно полегшується.

Зауваження. При виробництві збагаченого урану для звичайних реакторів одночасно проводиться приблизно сім разів більшу кількість збідненого урану. Якщо ж уран збагачують до 93% вмісту 235U (для військових цілей), то при цьому проводиться приблизно в 200 разів більша кількість збідненого урану. Все це, враховуючи дуже велику кількість усього урану, яке колись видобувало, є дуже цінною сировиною та потенційним паливом для ядерних установок.

Після завершення технологічних процесів екстракції урану на підприємствах гірничодобувної промисловості практично весь радіоактивний радій, торій та актиній міститься у відвалах і, отже, рівні випромінювання та випромінювання радону з таких відходів будуть, ймовірно, суттєві. Проте, малоймовірно, що будь-хто збудує житло на вершині відвальних порід і отримає підвищену дозу опромінення, що лежить за межами міжнародних норм. Тим не менш, відходи повинні бути закриті достатньою кількістю ґрунту, щоб рівні гамма-випромінювання не перевищували рівня природного тла. У цьому випадку можливе покриття цих місць рослинністю.

Зауваження. Приблизно 95% радіоактивності в руді з вмістом 0.3% U3O8 походить від радіоактивного розпаду 238U, що досягає приблизно 450 кБк/кг. Цей ряд має 14 радіоактивних довгоживучих ізотопів і, таким чином, кожен з них дає приблизно 32 кБк/кг (незалежно від масового співвідношення). Після обробки з руди видаляється 238U і трохи 234U (і

U) та радіоактивність знижується до 85% її первісного значення. Після видалення більшої частини U, два короткоживучі продукти його розпаду (234Th і 234Pa) скоро зникають і, через кілька місяців, рівень радіоактивності знижується до 70% її початкового значення. Основним довгоживучим ізотопом тоді стає 230Th (період напіврозпаду 77000 років), який перетворюється на 226Ra з наступним розпадом на 222Rn.

2. ОТРИМАННЯ МЕТАЛЕВОГО УРАНУ

Металевий уран отримують відновленням уранових галогенідів (зазвичай тетрафториду урану) магнієм в екзотермічній реакції в «бомбі» - герметичному контейнері, зазвичай сталевому, загальна методика відома як «термітний процес». Реакції у «бомбі»

протікають при температурах, що перевищують 1300°C. Міцний сталевий корпус необхідний, щоб витримати високий тиск усередині нього. «Бомба» заряджається гранулами UF4 і в надлишку засипається тонко диспергованим магнієм і нагрівається до 500-700°C, з цього моменту починається реакція, що саморозігрівається. Теплоти реакції достатньо для розплавлення начинки "бомби", що складається з металевого урану та шлаку - фториду магнію, MF2. Цей самий шлак відокремлюється і спливе нагору. Коли "бомба" охолоджується, виходить зливок металевого урану, який, незважаючи на вміст у ньому водню, найякісніший з комерційно доступних і добре підходить для палива АЕС.

Метал виходить при відновленні оксидів урану кальцієм, алюмінієм або вуглецем при високих температурах; або електролізом KUF5 або UF4, розчинених у розплаві CaCl2 та NaCl. Уран високої чистоти можна отримати термічним розкладанням урану галогенідів на поверхні тонкої нитки. При завершенні процесу збагачення урану зазвичай у відходах залишається 0.25-0.4% 235U, так як витягувати цей ізотоп до кінця економічно невигідно (дешевше закуповувати більшу кількість сировини). У залишковий вміст 235U в сировину після виробництва зросла з 0.2531% в 1963 до 0.30% в 70-х, через зниження вартості природного урану.

Відновлені зливки Концентрати руд переплавляють у вакуумі та відливають заготовки необхідної форми, які потім піддають відбору проби обробці тиском. Загальна схемавиробництва металевого розварювання Азотна урану дана на Рис. 3.

U3O8+8HNO3 3UO (NO) +2NO +4H O кислота

–  –  –

Рис. 6 Загальна схема виробництва металевого урану.

7 3. ЗБАГАЧЕННЯ УРАНУ.

3.1 Гексафторид урану Для цілей ядерної енергетики та ядерного військового комплексу потрібен уран-235, який здатний підтримувати ланцюгову реакцію поділу. Його концентрація в природному урані низька – у середньому 0,7 %. Тому потрібне збагачення природного урану до 2,4-25 % для енергетичних ядерних реакторів та більш високе збагачення для військових цілей. Обов'язковою є операція доочищення урану (афінаж) для перетворення його в ядерно-чистий матеріал, який потім перетворюється на гексафторид урану (UF6). Уран чистять від бору, кадмію, гафнію, що є нейтронними елементами, що поглинають, а також від рідкісноземельних елементів (гадолиній, європій і самарій). Афінаж полягає в екстракційному очищенні урану трибутилфосфатом після розчинення уранового концентрату в азотній кислоті.

Гексафторид урану за сукупністю властивостей є найбільш вдалим хімічним з'єднанням для ізотопного збагачення. Технологія фторування у вертикальному плазмовому реакторі включає виробництво чистого фтору, подрібнення тетрафториду (UF4) або оксиду урану до стану порошку з подальшим спалюванням у факелі фтору. Потім проводиться фільтрація гексафториду урану та його конденсація у системі холодних пасток. Підприємства Росії з перетворення оксиду урану на гексафторид розташовані у Верхньому Нейвінську (Свердловська обл.) та Ангарську (Іркутська обл.). Їхня сукупна продуктивність 20 - 30 тис.

т гексафториду урану на рік.

У промислових масштабах виробництво гексафториду урану крім Росії здійснюють у США, Великій Британії, Франції та Канаді. Потужність заводів перевищує потребу у виробленої ними продукції (використовується приблизно 85% потужності). Виробнича потужність підприємств Росії достатня як задоволення внутрішніх потреб, а й постачання значного обсягу продукції експорту.

Роздільна здатність збагачувального заводу вимірюється в одиницях маси переробленої речовини (МПП) за одиницю часу, наприклад, МПП-кг/рік або МПП-тонн/рік. Вихід збагаченого продукту з підприємства заданої потужності залежить від концентрації потрібного ізотопу у вхідній породі, вихідних відходах та кінцевому продукті. Вихідний зміст корисного ізотопу визначено природним його змістом. Зате два інших параметри можна змінювати. Якщо зменшити рівень вилучення ізотопу з вихідної речовини, можна збільшити швидкість його виходу, але платою за це буде збільшення необхідної маси сировини.

Це підпорядковується відношенню:

де P - вихід продукту, U - розділова здатність, NP, NF, NW - молярні концентраціїізотопу в кінцевому продукті, сировині та відходах. V(NP),

V(NW), V(NF) роздільні потенційні функції кожної концентрації. Вони визначаються як:

Приймаючи залишкову концентрацію 0.25%, завод з продуктивністю 3100 МПП-кг/рік виробить 15 кг 90% U-235 щорічно з натурального урану. Якщо взяти як сировину тривідсотковий U-235 (паливо для АЕС) та концентрацію 0.7% у відходах виробництва, тоді достатньо потужності 886 МПП-кг/рік для того ж виходу.

3.2 Методи поділу ізотопів 3.2.1 Поділ ізотопів Найчастіше поділ ізотопів на окремі ізотопи зводиться до виділення із суміші однієї з ізотопних речовин або просто до концентрування цієї речовини в суміші. Прикладом може бути вилучення 6Li, 235U, D. Поділ ізотопів завжди пов'язані з значними труднощами, т.к. ізотопи, що являють собою трохи відрізняються за масою варіації одного елемента, хімічно поводяться практично однаково. Все ж таки швидкість проходження деяких реакцій відрізняється в залежності від ізотопу елемента, крім того, можна використовувати відмінність в них фізичні властивості, наприклад, у масі. Для поділу ізотопів використовують відмінності фізичних або хімічних властивостей речовин, зумовлені різницею в їхньому ізотопному складі.

Методи поділу ізотопів засновані на відмінностях у властивостях ізотопів та їх сполук, пов'язаних із різницею мас їх атомів (ізотопні ефекти). Для більшості елементів відносна різниця мас ізотопів дуже мала, малі та ізотопні ефекти. Цим визначається складність завдання.

Ефективність поділу ізотопів характеризується коефіцієнтом поділу. Для суміші двох ізотопів C" = 1 C" C "" 1 C "" де С і (1 - C") - відносні вмісти легкого та важкого ізотопів у збагаченій суміші, а С і (1 - С) - у первинній суміші. Для більшості методів лише трохи більше одиниці, тому для отримання високої ізотопної концентрації одиничну операцію поділу ізотопів доводиться багаторазово повторювати.Тільки при електромагнітному поділі становить 10-1000 за 1 цикл поділу. кількості ізотопів, економічності процесу (за значного масштабу виробництва ізотопів) тощо.

Під ізотопними ефектами розуміють не ідентичність ізотопів даного елемента, обумовлену різницею мас ізотопних атомів (атомних ваг). Ізотопні ефекти проявляються у відмінності будь-яких властивостей ізотопів, крім радіоактивних.

Відповідно до використовуваного ізотопного ефекту існують різні методи поділу ізотопів: газова дифузія (відмінності в коефіцієнтах дифузії), рідинна термодифузія (відмінність коефіцієнтів термодифузії), ректифікація або дистиляція (відмінність тисків пари), хімічний обмін (нерівномірний розподіл кінетичний метод (відмінність констант швидкостей хімічних реакцій), газове центрифугування (відмінність густин), електромагнітний метод (відмінність питомих зарядів іонів), AVLIS (випар з використанням лазера) та електроліз.

У зв'язку з потребою для потреб ядерної енергетики великих кількостей таких ізотопів, як дейтерій 235U, багато методів поділу ізотопів отримали промислове використання:

метод дифузії – для виділення 235U із застосуванням газоподібного UF6, методи ректифікації, хімічного обміну та електролізу для виділення дейтерію. Промислове значення має розподіл ізотопів літію.

Одноразова операція поділу ізотопів призводить лише до невеликого збагачення суміші, що розділяється по необхідному ізотопу, що пов'язано з малими значеннями ізотопних ефектів. Тому для повного виділення або значного концентрування однієї з ізотопних речовин операцію поділу багаторазово повторюють у східчастому каскаді. Ступінь каскаду є один або кілька паралельно з'єднаних розділових апаратів; щаблі з'єднані між собою послідовно. Оскільки вихідний вміст ізотопної речовини зазвичай мало, то потік вихідної суміші, що проходить через каскад, дуже великий в порівнянні з кількістю одержуваного продукту.

Потік вихідної суміші подається на перший щабель каскаду. В результаті операції поділу він розбивається на два потоки: збіднений - що видаляється з каскаду, і збагачений - подається на 2-у щабель.

На 2-му ступені збагачений потік вдруге піддається поділу:

збагачений потік 2-го ступеня надходить на 3-ю, а її збіднений потік повертається на попередню (1-ю) і т.д. З останнього ступеня каскаду відбирається готовий продукт з необхідною концентрацією заданого ізотопу. Потік суміші, що протікає по каскаду від попередніх ступенів до наступних, називається прямим, або збагачуваним, а у зворотному напрямку - зворотним, або збідненим.

Зауваження. На продуктивність подібної каскадної системи впливають дві причини: ступінь збагачення на кожному з щаблів та втрати шуканого ізотопу у відхідному потоці. Пояснимо другий чинник. На кожній із стадій збагачення потік поділяється на дві частини - збагачену та збіднену потрібним ізотопом. Оскільки ступінь збагачення є надзвичайно низьким, сумарна маса ізотопу у відпрацьованій породі може легко перевищити його масу в збагаченій частині. Для виключення такої втрати цінної сировини збіднений потік кожного наступного ступеня знову потрапляє на вхід попередньої. Початковий матеріал не надходить на першу стадію каскаду. Він вводиться в систему відразу на деякий, n-й ступінь. Завдяки цьому з першого ступеня виводитися в брухт сильно збіднений по основному ізотопу матеріал.

Кількість виробленого збагаченого матеріалу залежить від бажаного ступеня збагачення та збіднення вихідних потоків. Якщо вихідна речовина є у великій кількості та дешево, то продуктивність каскаду можна збільшити за рахунок відкидання разом з відходами та великої кількостіневилученого корисного елемента (приклад - виробництво дейтерію із звичайної води). При необхідності досягається великий ступінь вилучення ізотопу з матеріалу-сирцю (наприклад, при збагаченні урану або плутонію).

Вибір методу поділу ізотопів залежить від величини ізотопного ефекту, що лежить в його основі, що визначає значення коефіцієнта поділу, а також від економічних показників: витрата енергії, вартість апарату, продуктивність, надійність та ін. У Табл.3 на прикладі трьох видів ізотопів проведено порівняння методів поділу ізотопів для водню, вуглецю та урану.

Табл. 3 Ефективності різних методів поділу водню, вуглецю та урану:

Метод поділу H/D C-12/13 U-235/238 Хімічне збагачення 1.2-3 1.02 1.0015 Дистиляція 1.05-1.6 1.01 Газова дифузія 1.2 1.03 1.00429 Центрифугування 120000202 - 1.233 Електроліз 7 - Ізотопні ефекти Ізотопні ефекти – неідентичність властивостей ізотопів даного елемента, обумовлена ​​різницею мас ізотопних атомів (атомних ваг).

Ізотопні ефекти проявляються у відмінності будь-яких властивостей ізотопів, крім радіоактивних.

Однак оскільки для ізотопів більшості елементів (за винятком найлегших) відносна відмінність в атомних терезах ізотопів невелика, то ізотопний ефект для цих елементів виражені дуже слабо. Навіть для легких елементів другого періоду періодичної системи (Li-Ne) відносні відмінності в атомних вагах ізотопів не перевищують 35%; для третього періоду (Na-Ar) вони не перевищують 20%, для четвертого (K-Kr) та п'ятого (Rb-Xe) періодів – 15%; для більш важких елементіввони завжди менше 10%. Лише елементів першого періоду (Н – Не) відносні відмінності в атомів дуже великі – для водню максимальне відмінність сягає 200%, а гелію – 100%.

Неоднакові атомні ваги ізотопів зумовлюють певні відмінності таких властивостей ізотопних з'єднань, як щільність, в'язкість, показник заломлення, коефіцієнт дифузії, питомий заряд іонів та ін. їх молекулярним терезам. Крім того, відмінність мас ізотопних атомів викликає зміну рівнів поступальної, обертальної та коливальної енергії молекул при їх ізотопному заміщенні, що призводить до відмінності коливально-обертальних спектрів ізотопних сполук.

Зміна енергетичних рівнів при ізотопному заміщенні, у свою чергу, викликає зміну термодинамічних властивостей, таких як теплоємність, теплопровідність, теплоти випаровування і плавлення, тиск насиченої пари та ін. ; відношення тисків пари Н2О та D2O становить 1,148 при 20о і 1,052 при 100о; відповідне відношення для Н216О та Н218О становить 1,009 при 23о та 1,003 при 100о.

Що ж до хімічних властивостей ізотопних сполук, залишаються переважно незмінними, т.к. маса атома впливає з його електронну конфігурацію, визначальну хімічні властивості. Однак, термодинамічна нерівноцінність ізотопних сполук призводить до нерівномірного розподілу ізотопів при рівновазі ізотопного обміну (термодинамічний ізотопний ефект), а також до переважної адсорбції однієї з ізотопних форм на сорбенті. Крім того, термодинамічна нерівноцінність вихідних ізотопних сполук у поєднанні з аналогічною нерівноцінністю перехідних станів (активних комплексів) при хімічних реакціях ізотопних сполук зумовлює різницю у швидкостях перебігу цих реакцій (кінетичний ізотопний обмін). Оскільки термодинамічний та кінетичний ефекти залежать від відмінностей коливально-обертальних та поступальних енергетичних рівнів ізотопних молекул, то, виходячи з даних коливального спектра цих молекул, можна розрахувати ізотопні ефекти статистичними методами. Термодинамічні ізотопні ефекти, виражені відхиленнями від одиниці коефіцієнта рівноважного розподілу ізотопів, для ізотопного обміну водню у разі тритію та протию можуть максимально досягати при 20о 16-18-кратного значення, а у разі дейтерію та протию – 8-9-кратного значення; для ізотопного обміну інших легких елементів - таких, як літій, бор, вуглець, азот, хлор, ці відхилення рідко перевищують 10%, а у разі більш важких елементів вони зазвичай не перевищують 1%.

Кінетичні ізотопні ефекти, що виражаються відношенням констант швидкостей хімічних реакцій різних ізотопних сполук, у разі ізотопів водню також можуть бути дуже великі. Так, наприклад, відношення констант швидкостей синтезу бромистого водню та бромистого дейтерію дорівнює 5. Для ізотопів всіх інших елементів відхилення цього відношення від одиниці ніколи не перевищують 50%.

В основі використання ізотопів як мічених атомів лежить їхня хімічна і фізикохімічна ідентичність. Фактично завжди мають місце відмінності у властивостях ізотопів, що характеризуються значеннями ізотопних ефектів. Таким чином, знання ізотопних ефектів дозволяє вносити поправки на відмінність властивостей ізотопів при їх використанні як мічені атоми. Вочевидь, що облік відповідних поправок має значення при роботі лише з ізотопами легких елементів і особливо водню.

Відмінності у властивостях ізотопів дозволяють розділяти ізотопи та визначати їх вміст у ізотопних сумішах. Будь-який спосіб поділу ізотопів, а також кількісний аналіз стабільних ізотопів засновані на наявності ізотопних ефектів (при цьому метод поділу тим ефективніший, чим більший відповідний ізотопний ефект). Так, наприклад, метод ректифікації поділу заснований на відмінності в тисках пари ізотопних сполук. В основі методу центрифугування лежить відмінність густин. Дифузійний метод передбачає відмінність коефіцієнтів дифузії. Методи поділу з використанням реакцій ізотопного обміну ґрунтуються на термодинамічному ізотопному ефекті. Є методи поділу ізотопів, що ґрунтуються на ізотопному кінетичному ефекті, як, наприклад, широко поширений електролітичний метод отримання важкої води.

3.3.3 Газова дифузія.

Дифузія газів через пористі перегородки при зниженому тиску одна із найважливіших методів поділу важких, і навіть багатьох легких ізотопів. Метод газової дифузії використовує різницю у швидкостях руху різних за масою молекул газу. Зрозуміло, що він підходитиме лише для речовин, що перебувають у газоподібному стані.

Газоподібне з'єднання елемента, що розділяється, при досить низьких тисках ~ 0,1 н/м2 (~10-3 мм рт. ст.) «прокачується» через пористу перегородку, що містить до 106 отворів на 1 см2. Легкі молекули проникають через перегородку швидше важких, оскільки швидкості молекул обернено пропорційні квадратному кореню з їхньої молекулярної ваги. У результаті газ збагачується легкою компонентою з одного боку перегородки і важкої - з іншого.

Пояснимо принцип дії методу газової дифузії (див. рис.5).

При різних швидкостях руху молекул, якщо змусити їх рухатися через тонку трубочку, більш швидкі та легені з них обженуть важчі. Для цього трубка має бути настільки тонка, щоб молекули рухалися по ній поодинці. Таким чином, ключовий момент тут – виготовлення пористих мембран для поділу. Вони мають не допускати витоків, витримувати надлишковий тиск. Оскільки легкий ізотоп дифундує швидше, ніж важкий, газ, що пройшов через пористу перегородку, збагачується легким ізотопом. Для деяких легких елементів ступінь поділу може бути досить великий, але для урану лише 1.00429 (вихідний потік кожного ступеня збагачується в 1.00429 разів). Тому газодифузійні збагачувальні підприємства - циклопічні за розмірами, що складаються з тисяч щаблів збагачення.

Рис. 5 Схема методу газової дифузії. пропорційної залежностіквадрата середньої швидкості теплового руху молекул від їхньої маси, можна показати, що максимальний коефіцієнт поділу ізотопних молекул при їх дифузії через пористі перегородки визначається виразом M2 =, M1 де М1 та М2 – молекулярні ваги легкої та важкої ізотопних молекул.

Цей метод розподілу ізотопів дає малі коефіцієнти розподілу, але легко дозволяє провести каскадування. Таким чином, можна отримати великий коефіцієнт поділу.

Якщо різниця в молекулярних масах дуже мала, необхідно повторення цього процесу тисячі разів.

Кількість операцій поділу n визначається співвідношенням:

q =n, де q - необхідний ступінь поділу. На цьому методі засновано роботу гігантських газодифузійних заводів для отримання 235U з газоподібного UF6 (~ 1,0043). Для отримання необхідної концентрації 235U потрібно близько 4000 одиничних операцій розподілу.

Дифузійний розділовий каскад складається з багатьох осередків (східців). Кожен осередок

- Камера розділена на дві частини пористою перегородкою, по один бік якої нагнітається насосом газоподібна ізотопна суміш. Розмір часу - порядку довжини вільного пробігу даних молекул при тиску. Частина суміші проходить через перегородку і збагачується легким компонентом, т.к. швидкість його дифузії більша. З однієї частини камери виводиться збагачений потік, з іншого – збіднений. Обидва потоки надходять на відповідні щаблі каскаду для подальшого поділу. Використовується також дифузія суміші, що розділяється в якому-небудь сторонньому газі (або краще в парі), який легко потім відокремити від суміші конденсацією. Суміш подається в струмінь пари, і частина її з великим вмістом легкого компонента дифундує проти потоку пари.

3.2.4 Дифузія в потоці пари (протипоточна мас-дифузія) Розподіл ізотопів відбувається в циліндричній посудині (колоні), перегородженій уздовж осі діафрагмою, що містить близько 103 отворів на 1 см2. Газоподібна ізотопна суміш рухається назустріч потоку допоміжної пари. Внаслідок градієнта (перепаду) концентрації газу та пари в поперечному перерізі циліндра та більшого коефіцієнта дифузії для легких молекул відбувається збагачення легким ізотопом частини газу, що пройшов крізь потік пари в ліву частину циліндра. Збагачена частина виводиться з верхнього кінця циліндра разом з основним потоком пари, а частина правої половини, що залишилася, газу рухається вздовж діафрагми і відводиться з апарату. Пара, що проникла у праву частину, конденсується. На розділових установках, що складаються з декількох десятків послідовно з'єднаних дифузійних колонок з рідиною, що випаровується (ртуть, ксилол та ін), поділяються в лабораторних масштабах (до 1 кг) ізотопи неону, аргону, вуглецю, криптону, сірки.

3.2.5 Термодифузія У цьому випадку знову ж таки використовується відмінність у швидкостях руху молекул. Найлегші їх при існуванні різниці температури мають властивість опинятися у більш нагрітій області. p align="justify"> Коефіцієнт поділу залежить від відношення різниці маси ізотопів до загальної маси і більший для легких елементів. Термодифузійний процес проводять у пустотілих колонах з охолоджуваними стінками і з розпеченим дротом, протягнутим в центрі вздовж колони. Така колона в залежності від її висоти рівноцінна багатьом послідовно з'єднаним щаблям.

Прямий і зворотний потоки в колоні забезпечуються природними конвекційними струмами (вздовж розпеченого дроту струм спрямований вгору, а вздовж стінок – вниз). Між потоками у кожному поперечному перерізі протікають термодифузійні процеси, послідовне накладання яких призводить до накопичення важкого ізотопу внизу колони, а легшого – нагорі. Незважаючи на свою простоту, у цьому методі потрібні великі енерговитрати для створення та підтримки нагрівання. Тому широко не застосовується.

Зазвичай термодифузійна розділова колонка складається з двох коаксіально розташованих труб, в яких підтримуються різні температури суміш, що розділяється, вводиться між ними. Перепад температур Т між поверхнями труб створює дифузійний потік, що призводить до появи різниці концентрації ізотопів у поперечному перерізі колонки. Одночасно перепад температур призводить до виникнення конвективних вертикальних потоків газу. Внаслідок цього легші ізотопи накопичуються біля гарячої поверхні внутрішньої труби і рухаються вгору. Коефіцієнт поділу = 1 + T T де - Постійна термодифузія, що залежить від відносної різниці мас ізотопів, а T = (T1 + T2)/2. Термодифузійний метод дозволяє розділяти ізотопи як у газоподібній, так і рідкій фазі. Можливий асортимент ізотопів, що розділяються, ширший, ніж при розділенні методом газової дифузії або дифузії в потоці пари. Проте рідкої фази мало. Метод зручний при поділі ізотопів в лабораторних умовах внаслідок простоти, відсутності вакуумних насосів і т.д.

Цим методом був отриманий Не з вмістом 0,2% 3He (в природній суміші 1,510-5%), ізотопи O, 15N, 13C, 20Ne, 22Ne, 35Cl, 84Kr, 86Kr з концентрацією 99,5%. Термодифузія використовувалася в промисловому масштабі США для попереднього збагачення 235U перед остаточним поділом його на електромагнітній установці. Термодифузійний завод складався з 2142 колон заввишки 15 м.

3.2.6 Газове центрифугування Вперше ця технологія була розроблена в Німеччині під час другої світової, але промислово ніде не застосовувалася до початку 60-х. Поділ здійснюється за рахунок відмінності відцентрових сил, що діють молекули різних мас. (Рис.6). У центрифузі, що обертається з великою окружною швидкістю (100 м/сек), більш важкі молекули під дією відцентрових сил концентруються біля периферії, а легкі молекули - у ротора центрифуги.

Потік пари у зовнішній частині з важким ізотопом спрямований вниз, а у внутрішній з легким ізотопом – вгору. З'єднання кількох центрифуг у каскад забезпечує необхідне збагачення ізотопів.

Велика перевага центрифугування залежить від коефіцієнта поділу від абсолютної різниці в масі, а не від відношення мас. Центрифуга однаково добре працює і з легкими та з важкими елементами. Тому центрифугування придатне для поділу ізотопів та важких елементів. Ступінь поділу пропорційна квадрату відношення швидкості обертання до швидкості молекул у газі. Звідси дуже бажано якнайшвидше розкрутити центрифугу. Типові лінійні швидкості обертових роторів 250-350 м/с, і до 600 м/с у вдосконалених центрифугах. Типовий коефіцієнт сепарації – 1.01 – 1.1.

Застосовується протиточна газова центрифуга, в якій суміш циркулює, рухаючись вгору, вздовж осі обертання в центральній частині і вниз - по периферії. Така центрифуга – апарат колонкового типу з багаторазовим повторенням елементарного розділового ефекту (у кожному поперечному перерізі) вздовж напряму прямого та зворотного потоків.

Рис.6 Схема методу газового центрифугування

Центрифугування використано для поділу ізотопів вуглецю (у вигляді CCl4), криптону, ксенону та урану (у вигляді UF6).

Порівняно з газодифузійними установками, цей метод має зменшене енергоспоживання, велику легкість у нарощуванні потужності. Недолік методу – низька продуктивність центрифуг та необхідність забезпечення дуже великих кутових швидкостей (близько 60000 об/хв). В даний час газове центрифугування – основний метод поділу ізотопів.

3.2.7 Електромагнітний поділ.

Метод електромагнітного поділу заснований на різній дії магнітного поляна заряджені частки різної маси. По суті такі установки, звані калютронами, є величезними мас-спектрометрами. Іони речовин, що розділяються, рухаючись у сильному магнітному полі, закручуються з радіусами, пропорційними їх масам і потрапляють у приймачі, де і накопичуються (Рис.6).

Рис.7 Схема методу електромагнітного поділу Речовина, ізотопи якої потрібно розділити, міститься в тигель іонного джерела, випаровується та іонізується.

Іони витягуються з іонізаційної камери сильним електричним полем, формуються в іонний пучок і потрапляють у вакуумну розділову камеру, поміщену в магнітне поле Н, спрямоване перпендикулярно до руху іонів. Під дією магнітного поля іони рухаються по колам з радіусами кривизни, пропорційними кореню квадратному відношення маси іона М до його заряду е. Внаслідок цього радіуси траєкторії важких і легких іонів відрізняються один від одного. Це дозволяє збирати іони різних ізотопів у приймачі, розташовані у фокальній площині установки.

Цей метод дозволяє розділяти будь-які комбінації ізотопів, має дуже високий ступінь поділу. Зазвичай достатньо двох проходів для отримання ступеня збагачення вище 80% бідної речовини (з вихідним вмістом бажаного ізотопу менше 1%).

Продуктивність електромагнітних установок визначається значенням іонного струму та ефективністю уловлювання іонів. На великих установках іонний струм коливається від десятків до сотня, що дає можливість отримувати до кількох грамів ізотопів на добу (сумарно по всіх ізотопах). У лабораторних сепараторах продуктивність у 10 – 100 разів нижча.

Електромагнітний метод характеризується високим та можливістю одночасного поділу всіх ізотопів даного елемента. Зазвичай на великих промислових установках на одному ступені поділу a ~ 10-100, в лабораторних - в 10-100 разів вище. У більшості випадків при розподілі електромагнітним методом досить одного ступеня, рідко проводиться повторне розподіл попередньо збагачених ізотопних матеріалів для отримання ізотопів особливо високої частоти. Основний недолік методу - відносно низька продуктивність, високі експлуатаційні витрати, значні втрати речовини, що розділяється.

Електромагнітний поділ погано пристосований для промислового виробництва:

Більшість речовин осаджується усередині калютрона, отже його доводиться періодично зупиняти обслуговування. Інші недоліки - велике енергоспоживання, складність та дорожнеча технічне обслуговуваннянизька продуктивність. Основна сфера застосування методу – одержання невеликих кількостей чистих ізотопів для лабораторного застосування. Вони використовуються для отримання радіоактивних ізотопів, необхідних для ядерної спектроскопії, для вивчення взаємодії іонів твердим тілом(при іонному впровадженні та інших цілей).

Електромагнітний метод вперше дозволив одержати кілограмові кількості 235U.

Електромагнітний завод в Ок-Ріджі (США) мав 5184 розділові камери – «калютрони».

Внаслідок високої універсальності та гнучкості електромагнітні установки використовуються для поділу ізотопів ~ 50 елементів періодичної системиу кількостях від мг до сотень г є основним джерелом забезпечення ізотопами науково-дослідних робіт та деяких практичних застосувань ізотопів 3.2.8 Хімічне збагачення Хімічне збагачення використовує різницю у швидкості протікання хімічних реакцій з різними ізотопами. Найкраще воно працює при розподілі легких елементів, де різниця значна. У промисловому виробництві застосовуються реакції, що йдуть з двома реактивами, що знаходяться в різних фазах (газ/рідина, рідина/тверда речовина, рідини, що не змішуються). Це дозволяє легко розділяти збагачений та збіднений потоки. Використовуючи додатково різницю температур між фазами, досягається додаткове зростання коефіцієнта поділу. На сьогодні хімічний поділ - найенергозберігаючіша технологія отримання важкої води. Крім виробництва дейтерію, воно застосовується для вилучення Li-6. У Франції та Японії розроблялися методи хімічного збагачення урану, що так і не дійшли до промислового освоєння.

3.2.9 Аеродинамічна сепарація Цей спосіб можна розглядати як варіант центрифугування, але замість закручування газу в центрифузі він завихрюється при виході зі спеціальної форсунки, куди подається під великим тиском. Ця технологія використовувалася ПАР та Німеччиною.

3.2.10 AVLIS (випар з використанням лазера).

Різні ізотопи поглинають світло з трохи різною довжиною хвилі. За допомогою точно налаштованого лазера можна вибірково іонізувати атоми якогось певного ізотопу.

Іони, що виявилися, можна легко відокремити, припустимо, магнітним полем (Рис.8). Така технологія має надзвичайну ефективність, однак у промислових масштабах поки що не застосовується.

Рис.8. Схема методу лазерного випаровування

3.2.11 Дистиляція Дистиляція (фракційна перегонка) використовує різницю у швидкості випаровування різних за масою ізотопів. Чим менша маса атома - тим швидше випаровуватиметься цей ізотоп.

Найкраще це працює знову ж таки, на легких елементах. Дистиляція успішно застосовується для важкої води.

Оскільки, як правило, ізотопи мають різні тиски насиченої пари, наприклад p1 і p2 і різні точки кипіння, то можливе поділ ізотопів шляхом фракційної перегонки. Використовуються фракціонуючі колони з великою кількістю ступенів поділу;

залежить від відношення p1/p2 та його значення зменшується зі зростанням молекулярної маси та температури. Тому процес найефективніший за низьких температур. Дистиляція використовувалася для отримання ізотопів легких елементів - 10B, 11B, 18O, 15N, 13C, а промисловому масштабі отримання сотень тонн важкої води на рік.

3.2.12 Електроліз При електролізі води або водних розчинів електролітів водень, що виділяється на катоді, містить меншу кількість дейтерію, ніж вихідна вода. В результаті в електролізері зростає концентрація дейтерію. Метод застосовувався у промислових масштабах для отримання важкої води. Поділ інших ізотопів легких елементів (літію, калію) електролізом їх хлористих солей проводиться лише у лабораторних кількостях. Цей найефективніший метод отримання дейтерію (коефіцієнт поділу понад 7) вимагає такої кількості енергії, що з економічних міркувань, якщо він і задіюється, то на пізніх стадіях очищення.

3.2.13 Ізотопний обмін Ізотопний обмін – реакція, єдиним результатом якої є перерозподіл ізотопів будь-якого елемента між речовинами, що реагують.

При ізотопному обміні речовини зберігають незмінним свій елементний склад і переходять лише з одних ізотопних форм до інших. Такі реакції можуть протікати між різними ізотопними формами однієї й тієї ж речовини. Можливості проведення реакцій ізотопного обміну дуже різні: вони можуть протікати в гомогенних умовах (між розчиненою речовиною та розчинником, між реагуючими речовинами в нейтральному розчиннику, в суміші газів тощо), а також у гетерогенних умовах (між твердою та рідкою речовиною та нерозчинним газом між газами на поверхні твердого каталізатора і т.д.).

Рівновагу ізотопного обміну характеризують коефіцієнтом розподілу ізотопів та константою рівноваги реакції. Коефіцієнтом рівноваги називається величина, що показує, у скільки разів відношення рівноважних концентрацій ізотопів в одному з компонентів, що реагують, більше відповідного відношення в іншому. Константа рівноваги є відношенням рівноважних концентрацій кінцевих і початкових ізотопних форм реагуючих компонентів.

Специфічна особливість реакцій ізотопного обміну, що відрізняє їхню відмінність від звичайних (елементних) хімічних реакцій, у тому, що концентрації реагуючих компонентів залишаються незмінними, а змінюється лише їх ізотопний склад. Ця особливість призводить до того, що ці реакції, незалежно від їхнього справжнього механізму, практично можуть бути описані кінетичним рівнянням першого порядку.

Ізотопний обмін протікає за різними механізмами, причому зустрічаються всі механізми, властиві елементним хімічним реакціям, і, крім того, механізми, що не мають прямих аналогів у звичайній хімії.

Ізотопний обмін може бути одно-, дво- та багатостадійним, гомогенним та гетергенним. В його основі можуть лежати переходи електронів, іонів, атомів, груп атомів і цілих молекул. Як проміжні стадії реакцій ізотопного обміну можуть спостерігатися дисоціація молекул на заряджені або незаряджені частинки, асоціації окремих частинок, внутрішньомолекулярні перегрупування атомів. Крім того, ізотопний обмін для кожного елемента має свої характерні риси.

Ізотопний обмін широко застосовують у різних дослідницьких та препаративних роботах, а також у промисловості. Їм користуються для поділу природних стабільних ізотопів хімічними методами, що ґрунтуються на нерівномірному рівноважному розподілі ізотопів між речовинами.

Наприклад, для концентрування дейтерію при промисловому одержанні важкої води застосовуються реакція ізотопного обміну:

HDS + H 2O H 2S + HDO та HD + H 2O H 2 + HDO

Для концентрування 6Li використовується реакція:

7 + 6 Li +7LiZ 6 Li + LiZ (реакція проводиться на цеоліті), Z – цеолітовий радикал.

Застосування кількох ступенів дозволяє одержувати високе збагачення водню, азоту, сірки, кисню, вуглецю, літію окремими ізотопами.

*-*-* Крім перерахованих, існує низка інших методів, застосування яких носить обмежений характер або знаходиться у стадії досліджень або технічних удосконалень. До них відносяться: одержання 3He, засноване на явищі надплинності 4He;

поділ за допомогою дифузії в надзвуковій струмені газу, що розширюється в просторі зі зниженим тиском; хроматографічне поділ, заснований на відмінності у швидкостях адсорбції ізотопів; біологічні способи поділу.

Методи поділу ізотопів мають особливості, що визначають області їх найбільш ефективного застосування. При поділі ізотопів легких елементів з масовими числами близько 40 економічно вигідніші та ефективніші дистиляція, ізотопний обмін та електроліз. Для поділу ізотопів важких елементів застосовуються дифузійний метод, центрифугування та електромагнітний поділ. Однак газова дифузія та центрифугування можуть бути використані, якщо є газоподібні сполуки елементів.

Оскільки таких сполук мало, реальні можливості цих методів поки що обмежені.

Термодифузія дозволяє розділяти ізотопи як в газоподібному, так і рідкому стані, але при розділенні ізотопів в рідкій фазі мало. Електромагнітний метод має великий, але має малу продуктивність і застосовується головним чином за обмежених масштабів виробництва ізотопів.

Для забезпечення науково-дослідних робіт та практичних застосувань ізотопів у Росії створено Державний фонд стабільних ізотопів, що має запас ізотопів майже всіх елементів. Регулярно проводиться поділ значних кількостей дейтерію 10B, 13C, N, 180, 22Ne та інших ізотопів. Організовано також випуск різних хімічних препаратів, мічених стабільними ізотопами.

3.3 Поділ ізотопів урану Для поділу урану використовуються такі технології: електромагнітний поділ, газова дифузія, рідинна термодифузія, газове центрифугування, аеродинамічна сепарація. На певну увагу заслуговують наступні, поки промислово незастосовувані методи: випаровування з використанням лазера і хімічний поділ Електромагнітний метод заснований на тому, що два іони, що мають ту саму енергію, але різні маси, фокусуються в різних точках площини, якщо вони проходять через однорідне магнітне поле, перпендикулярне їхній траєкторії. Поміщаючи джерело іонів в центр однорідного магнітного поля так, щоб використовувати кілька іонних променів у різних напрямках можна досягти ефективного використання великого магніту. Колектори розташовуються таким чином, що вони перетинають кожен промінь і збирають окремо два головні ізотопи 235U і U з досить великим ступенем чистоти. Метод дає в одній установці великий поділ.

Коефіцієнт поділу наближається до 100%, але продуктивність однієї установки невелика. Загальна продуктивність може бути збільшена за рахунок збільшення концентрації U у вихідному продукті.

Це була історично перша техніка, здатна виробляти збройовий уран. Вона використовувалася в електромагнітному сепараторі Y-12 в Ок-Ріджі під час Другої світової війни.

Двох етапів поділу достатньо збагачення урану до 80-90%. Два інших методу, доступних на той час - газова дифузія, рідинна термодифузія - застосовувалися для початкового збагачення урану та збільшення виходу електромагнітного сепаратора по відношенню до сировини з природного урану. Весь використаний у хіросимській бомбі уран виготовлений за цією технологією. У зв'язку з високими накладними витратами Y-12 було закрито 1946 року. У більш пізній часлише Ірак намагався промислово використовувати цей метод у своїй атомній програмі.

Газова дифузія. Перша практично застосовується у промислових масштабах технологія поділу 238U та 235U. В основу методу покладено відмінність швидкостей теплового руху молекул ізотопних речовин. Єдине з'єднання урану, що має властивості, необхідні для здійснення газової дифузії, є гексафторид урану UF6. Тиск насиченої парицієї сполуки досягає атмосфери при 56°С.

Незважаючи на вимогу наявності для сильного збагачення тисяч щаблів, за витратами це вигідніший метод, ніж електромагнітний поділ. Газодифузійні підприємства зі збагачення 235U величезні та мають велику виробничу потужність. Головна проблема створення надійних газодифузійних бар'єрів, здатних протистояти корозійній дії UF6. Є два основних типи таких бар'єрів: тонкі пористі мембрани та бар'єри, зібрані з окремих трубочок. Мембрани є плівками з утвореними травленням порами. Наприклад, азотна кислота протруює сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn); або електролітичним травленням алюмінієвої фольги можна отримати тендітну алюмінієву мембрану. Складові бар'єри збираються з невеликих дискретних елементів, упакованих у відносно товсту пористу перегородку. Технологія виготовлення дифузійних бар'єрів продовжує залишатися засекреченою у всіх країнах, які її розробили. Побудоване під час Другої світової війни виробництво K-25 в Ок-Ріджі складалося з 3024 ступенів збагачення та продовжувало функціонувати до кінця 1970-х. Розробка відповідного матеріалу для бар'єрів виявилася складною справою, що викликало деяку затримку з введенням в дію підприємства після війни, хоча навіть частково закінчений завод зробив внесок у накопичення 235U для атомної бомби"Малюк" (Little Boy), скинутої на Хіросіму. Тоді бар'єри виготовлялися із спеченого нікелевого порошку, спроби створити багатообіцяючі мембрани з електролітично витраченого алюмінію провалилися. K-25 спочатку містив 162 000 м2 мембранної поверхні. Це підприємство, з розширеннями, справило велику частинувсього урану для армії США у шістдесятих. З удосконаленням газодифузійних бар'єрів продуктивність заводу зросла у 23 рази. Дифузійне виробництво споживає набагато менше електроенергії в порівнянні з електромагнітним, але її витрата все одно залишається досить великою. У 1981 році, після модернізації, воно мало питому споживану потужність на рівні 2370 кВт-год/МПП-кг. Незважаючи на те, що уран низького збагачення є цінною сировиною для виробництва високозбагаченого урану, газодифузійні установки низького збагачення неможливо легко переробити для виробництва урану високого збагачення. Високе збагачення вимагає багато менших за розміром щаблів, через різке зниження коефіцієнта збагачення та проблем із критичністю (нагромадження критичної маси урану) у великих за розміром блоків. Величезні розміри збагачувальної системи ведуть до тривалого часу заповнення її матеріалом (збагачуваною речовиною) до початку виходу продукту. Зазвичай цей час встановлення рівноваги становить 1-3 місяці. Технологія газової дифузії широко використовувалася в багатьох країнах, навіть Аргентина створила збагачувальне підприємство, що діє, для своєї таємної збройової програми (нині припиненої). У 1979 року понад 98% всього урану вироблялося з допомогою цього процесу. До середини 1980-х ця частка скоротилася до 95% із освоєнням методу центрифугування.

Рідина термодифузія, тобто. явище зміни дифузійної рівноваги газу за наявності перепаду температур також широко використовується в практиці поділу ізотопів.

Термодифузійний поділ ізотопів урану відбувається в рідкому UF6, що знаходиться під великим тиском між двома поверхнями – гарячою та холодною. Завдяки різниці мас ізотопів урану та складним міжмолекулярним силам, відбувається поділ ізотопів.

Рідина термодифузія виявилася першою технологією, на якій були отримані суттєві кількості низькозбагаченого урану. Вона застосовувалася США під час Манхеттенського проекту збільшення ККД сепаратора Y-12. Це найпростіший із усіх методів поділу, але гранична ступінь збагачення по 235U всього ~1% (завод S-50 в Ок-Ріджі виробляв 0.85-0.89% урану-235 в кінцевому продукті). Серйозним недоліком цього є велике споживання енергії.

Газове центрифугування. Домінуючий спосіб поділу ізотопів для нових виробництв, хоча вже існуючі потужності - переважно газодифузійні. Кожна центрифуга забезпечує набагато більший коефіцієнт поділу, ніж один газовий ступінь.

Потрібно набагато менше щаблів, всього близько тисячі, правда вартість кожної центрифуги набагато вища. Газове центрифугування вимагає ~1/10 частину енергії, необхідної газової дифузії (його енергоспоживання 100-250 кВт-год/МПП-кг) і забезпечує легше нарощування масштабу виробництва. З ядерних країн, що розвиваються, цією досить складною технологією володіють Пакистан та Індія.

Аеродинамічна сепарація. Аеродинамічний поділ розроблено в ПАР (процес UCOR, що використовує вихрові трубки з тиском 6 бар) та Німеччини (використовуються викривлені сопла, що працюють з тиском 0.25-0.5 бар). Єдина країна, що застосовувала цей метод на практиці - ПАР, де було вироблено 400 кг урану зброї на підприємстві в Валіндабі, закритому наприкінці вісімдесятих. Коефіцієнт поділу ~1.015, енерговитрати ~3300 кВт-год/МПП-кг.

Випаровування з використанням лазера. AVLIS (atomic vapor laser isotope separation). Технологія не була втілена у виробництві, розроблялася США протягом 1970-80-х гг. і відмерла внаслідок загального надлишку потужностей, що розділяють, і скорочення арсеналу.

Хімічний поділ. Хімічний поділ урану розроблялося в Японії та Франції, але, як і AVLIS, ніколи не використовувалося. Французький метод Chemex використовує протитік у високій колоні двох рідин, що не змішуються, кожна містить розчинений уран.

Японський метод Asahi використовує реакцію обміну між водним розчином і дрібноздрібненою смолою, через яку повільно просочується розчин. Обидва способи потребують каталізаторів для прискорення процесу концентрації. Процес Chemex потребує електрики на рівні 600 кВт-год/МПП-кг. Ірак розробляв цю технологію (у вигляді змішаного виробництва Chemex/Asahi) для збагачення U-235 до 6-8% і подальшого збагачення в калютроні.

РОСІЙСЬКА ФЕДЕРАЦІЯ КУРГАНСЬКА ОБЛАСТЬ АДМІНІСТРАЦІЯ ПЕТУХІВСЬКОГО РАЙОНУ РОЗПОРЯДЖЕННЯ від "04" лютого 2013р. № 37-р м. Петухово Про дотримання Центр Захисту Прав ЗМІ _ СУДОВА ПРАКТИКА ЄВРОПЕЙСЬКОГО СУДУ З ПРАВ ЛЮДИНИ ЗА СТАТТЮ 10 ЄВРОПЕЙСЬКОЇ КОНВЕНЦІЇ ТОМ 14.144.4. - Г.Ю. Арапова, М.А. Андрук Перево...»

«Сатгуру Свамі Вішну Дев Про розпливання та збудженість (за матеріалами лекцій) Всесвітня громада Лайя-йоги Див'я Лока Зміст Розпливання та збудженість Дорогоцінні санкальпи бездоганного самадхі П'ять дорогоці...»

«Л. Ф. Новицька Проблема морального самонабуття у просторі інтерсуб'єктивності Великий Новгород ББК 87.7 Друкується за рішенням Н 73 РІС НовДУ Рецензенти доктор філософських наук, професор С. Н. Іконнікова доктор філософських наук, професор С. Т. Махліна Новицька Л. Проблема морального самонабуття у просторі...»

Модифікацій генетичних алгоритмів Національний аерокосмічний університетім. М. Є. Жуковського "ХАІ" Представлено огляд та аналіз існуючих модифікацій генетичного...» ЗАТВЕРДЖЕННЯ ДЕРЖАВНОГО РЕЄСТРУ ОСОБЛИВО ОХОРОНЯЮЧИХ ПРИРОДНИХ ТЕРИТОРІЙ У РЕСПУБЛІЦІ ТАТАРСТАН І ВНЕСЕННЯ ТА ВНЕСЕННЯ ТА ВНЕСЕННЯ ТА ВНЕСЕННЯ ТА ВНЕСЕННЯ ПОНЕДІЛОК

«Виробництво поліпропілену (ПП) Сировина для виробництва поліпропілену Газ, що конденсується в рідину при Т =47.7 С, замерзає при -185,2 С Пропілен виділяють з природного газу, прямогонного бензину путм піролізу або крекінгу. Виділена пропан-пропіленова фракція містить – 80 % пропану, після дегідрування одержують 98-99...»

«слабше. В обох випадках х з о н і в л і я н ия виитя н у ти вздовж річок в одному випадку вздовж Північний Д в ін, а в іншому вздовж Онеги. / °т \ Двінська Н\\жЗфо (губа / 1.4:-ч:цеверодвінськ_ ^Архангельськ Новодвіншщ.Самбдед Щ X про vr " \ Холмогорн /...»

«Ірина Володимирівна Словцова Менопауза. Як зберегти повноцінне життя? Доступно. Працює. Перевірено автором Серія "Здоров'я на всі 100!" Текст наданий видавництвом http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=6508203 Менопауза: як зберегти повноцінне життя? Доступно. Працює. П...»

«SCIENCE TIME ШЛЯХИ ВДОСКОНАЛЕННЯ ОРГАНІЗАЦІЇ КОНТРОЛЬНОЇ РОБОТИ ПОДАТКОВИХ ОРГАНІВ РОСІЇ НА ОСНОВІ АДАПТАЦІЇ ЗАРУБІЖНОГО ДОСВІДУ Міхасєва Олена Миколаївна, Шенкаренко Беатріса Російська академіянародного господарства та державної службиза Президента РФ (філія), м. Волгоград E-mail:...»

« Уфа-2015 р. ЗМІСТ: Гранти, їхня роль у розвитку суспільства 1. 3 Приклади діяльності, що оплачується грантами 2. 4 Процедура отримання грантів 3. 5 Гранти Президента Російської Федера...»

Університет ім. Ломоносова, Геологічний факультет [email protected]Одним з головних недоліків будь-якої...» Справа № А53-15719/2014 09 квітня 2015 року Резолютивн...»

«Вісник археології, антропології та етнографії. 2015. № 3 (30) ПРАКТИКИ ВПЛИВУ НА ПОГОДУ І ЗАХИСТИ ВІД ВІРШИХ ЛИХ У КОМІ ЗАХІДНОЇ СИБІРИ Н.А. Ліскевич, А.Х. Машарипова Представлені польові матеріали, хар...»

2017 www.сайт - «Безкоштовна електронна бібліотека- Різні документи»

Матеріали цього сайту розміщені для ознайомлення, всі права належать їхнім авторам.
Якщо Ви не згодні з тим, що Ваш матеріал розміщений на цьому сайті, будь ласка, напишіть нам, ми протягом 1-2 робочих днів видалимо його.